Ergebnisbericht überForschungs-und Entwicklungsarbeiten...

KfK4835März 1991

Ergebnisberichtüber Forschungs-undEntwicklungsarbeiten

1990

Institut für Neutronenphysik undReaktortechnik

Kernforschungszentrum Karlsruhe

KfK4835

ErgebnisberichtüberForschungs-undEntwicklungsarbeiten

1990Institut für Neutronenphysik und

Reaktortechnik

Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH

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Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbHPostfach 3640, 7500 Karlsruhe 1

ISSN 0303-4003ISSN 0176-0181

Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)Leitung: Prof. G. Keßler

Das Institutfür Neutronenphysik und ReaktortechnikbearbeitetForschungsaufgaben der Kerntechnik vor allem im Zusammenhang mit der Sicherheit von Leichtwasserreaktoren undnatriumgekühlten schneller Reaktoren. Zusätzlichwerden Probleme der Fusionsreaktor-Technologie untersucht. Die Aktivitäten sind etwa zu gleichen Teilen experimenteller und theoretischer Art. Ein großer Teil dieser Forschungsarbeiten wirdin Zusammenarbeit mit anderen Instituten und Industriegruppen im Rahmen von Projekten durchgeführt.

Für das Projekt Nukleare Sicherheitsforschung arbeitet dasInstitut an Sicherheitsfragen des Kerns großer schneller Reaktoren, und an Untersuchungen zur Beherrschung der Auswirkungen schwerer Unfälle bei großen Leichtwasserreaktoren. Fragen, die die Auswirkung von Unfällen in kerntechnischen Einrichtungen auf die Umgebung und die Bevölkerungbetreffen, werden in Risiko- und Konsequenzenanalysen bearbeitet. Am Projekt Wiederaufarbeitung beteiligt sich dasInstitut mit theoretischen Untersuchungen zur Physik desBrennstoffkreislaufs. Im Rahmen des Projektes Fusionstechnologie befaßt sich das Institut mit neutronenphysikalischenund technologischen Fragen des Brutmantels. Als Grundlagenforschung werden technisch-physikalische Fragestellungen zur Wechselwirkung zwischen Leichtionen-Strahlen hoherEnergiedichte und Materie bearbeitet. Außerdem werden ingeringem Umfang Fragen der Anwendung von Wasserstoff imVerkehrsbereich untersucht. Der Einsatz moderner Methodenund Einrichtungen der Datenverarbeitung, vom Höchstleistungsrechner bis zum Kleinrechnerverbund, ist für diese Aufgaben unerläßlich.

Mit der Universität Karlsruhe und Forschungsinstituten des Inund Auslandes besteht eine fruchtbare Zusammenarbeit. MitBundes- und Länderbehörden besteht eine enge Wechselwirkung. Studierenden der Universität Karlsruheund jüngerenWissenschaftlern aus dem In- und Ausland wird Gelegenheitzur Teilnahme an interessanten Entwicklungsaufgaben gegeben.

Am 31. Dezember 1990 waren im Institut 117 Mitarbeiterbeschäftigt, darunter 68 Akademiker, 26 Ingenieure und 23Sonstige Mitarbeiter. Hinzu kommen ein Euratom-Bediensteter, 4 ausländische Gastwissenschaftler und 3 Doktoranden.

Simulationsexperiment zur Divertorbelaslung beim Plasmazusammenbruch eines TOKAMAK-Reaktors

Simulationsexperimente zur Divertorbelastung bei Plasmazusammenbrüchen

BlanketentwicklungBlanket: Konzepte, technischeEntwürfe und Experimente

II

III

I~ _.-+IIIIIIIIIIIIIII

03.0603.06.01 INR

Demonstrationsreaktor mit heiiumgekühllem Feststoffblanket, Vertikalschnitt durch eine Torushälfte

Im KfK werden Blanket-Konzepte entwickelt, die in NET getestet werden sollen und für einen Demonstrationsreaktor anwendbar sein müssen. Daher wurden 1990 in internationalerZusammenarbeit die Spezifikationen und der geometrischeAufbau eines Demonstrationsreaktors festgelegt. Fürs heliumgekühlte Feststoffblanket wurde dann vom INR zusammen mitdem IMF 111 und der Firma Interatom ein Blanket für denDemonstrationsreaktor ausgelegt. Einen Vertikalschnitt durcheine Torushälfte zeigt die Abbildung, dieBlanketkanister sindähnlich wie beim NET-Entwurf aufgebaut. Man braucht abereine bessere Wärmeleitfähigkeit, die durch eine Mischung vonKugeln mit unterschiedlichen Durchmessern erreicht werdensoll. Die elektro-magnetischen Kräfte beim Plasmazusammenbruch wurden berechnet. Mit Messungen zur Wärmeleitfähigkeit von Kugelschüttungen für die neuen Verhältnisse wurdebegonnen Monte-Carlo-Rechnungen zur Neutronenphysik ergaben eine Tritium-Brutrate von 1.15, wenn man zehn horizontale Öffnungen im Torus mit berücksichtigt.

~cm2

Target(Divertor)

SlrahlSchalter Diode

Projekt Kernfusion (PKF)Entwurfsstudien zuFusionsanlagenAlternative Konzepte

Pulsleitung: 100 I.lS Rechteckpuls,10 kV, 20 kA

Vakuumdiode mitAdsorbatanode1 m2

Pulsleitung

03.01.02 INR

0303.01

Neutronendiagnostik an ASDEX-Upgrade

Mit Hilfe eines hochauflösenden He-3 Neutronenspektrometers soll an ASDEX-Upgrade die Deuteronentemperatur überden Dopplereffekt bestimmt werden. Das Kollimations- undAbschirm-System des Spektrometers wurde mit Hilfe desMCNP Monte Carlo Codes optimiert und die Teile diesesSystems sind zur Fertigung in Auftrag gegeben.

HV(20kV)

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Bei Plasmazusammenbrüchen treten durch Ionenstrahlen extrem hohe lokale thermische Belastungen am Divertor auf (5MW/cm2 für ca. 100 I1s). Sie führen zu einer Materialverdampfung. Das verdampfte Material schirmt dann die Wand vorweiterer Belastung ab. Da bisher durchgeführte Experimentemit Laserstrahlen diesen Effekt nicht erfassen, wurde mit derPlanung von Ionenstrahlexperimenten begonnen. Die Abbildung zeigt eine eventuell mögliche Versuchsanordnung: EineVakuumdiode wird mit einem Spannungspuls beaufschlagt undsetzt einen intensiven Protonenstrahl frei, der ballistisch aufein Target fokussiert wird.

Zur Abschätzung der kurzzeitigen thermischen Belastung desDivertors bei Plasmazusammenbrüchen wurde der KarlsruherTargetcode KATACO, insbesondere dessen Strahlungstransportmodul MULRAD, eingesetzt. Erste Modellrechnungen zeigen, daß der Verdampfungsprozess in der äu ßeren Divertorschicht mit dem Codesystem numerisch simuliertwerden kann

Außer den Arbeiten zum DEMO wurden die Grundzüge einesTestprogramms für NET oder ITER festgelegt und die darausresultierenden Anforderungen an die Maschine wurden ermittelt, in verschiedenen Gremien diskutiert und mit den Partnernabgestimmt.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte MitarbeiterIichungen

03.01.02P36A Dr. G. Fieg03.01.02P36B DM. W. Höbel

DP. M. KüchleDr. G. Schultheiß

Veröffentlichungen

Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter

292492939429456

V29563V29566

29829

Dr. L. BoccacciniProf. M. Dalle DonneDr. U. FischerA. Goraieb (Diplomand)DP. M. Küchle

2

RECHNUNG


03.06.02P39A Dr. W. Breitung03.06.02P33A Prof. M. Dalle Donne03.06.02P33B R. Huber

J. LebkücherM. MöschkeI. SchubDr. G. SchumacherDr. H. Werle

V2906929415

V29564V29565V29570V29571V29692

Veröffentlichungen

I.OE-OI r---.r--~----+--+--~----+--+--~--t

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Bei KANT (KArlsruher Neutronen-Transmissionsexperimentzur Bestimmung der Neutronenmultiplikation in Beryllium) wurde das Spektrum der Neutronen, die aus einer 17 cm dickenBerylliumkugelschale austreten, zwischen 0.01 eV und100 keV, also über 7 Zehnerpotenzen der Neutronenenergie,nach der Flugzeitmethode gemessen und mittels Nickelaktivierung auf die Zahl der Quellneutronen normiert (s. Abb.).

1.0E-02

03.06.03 INR Grundlagenarbeiten zumBlanket

"OE-?~OE_03 1.0E-02 1.0E-01 1.0E+00 1.0E+01 1.0E+02 I.OE+03 1.0E+OII 1.0E+05

Neutronenspektrum der 17 cm dicken Berylliumschicht (zwei Flugzeitmessungen mit überlappenden Bereichen) und theoretisch berechnetes Spektrum. Die Absolutnormierung der Meßwerte ist noch vorläufig.

Mikroriß in Li4Si04 (links) und zementierte Kristallstruktur bei Si-Überschuß(rechts).

Dazu mu ßte die Breite der mit dem Generator erzeugtenNeutronenimpulse auf ca. 500 ns bei genügender Intensitätverringert werden; dies gelang, entgegen früher im INR gemachten Erfahrungen, auf relativ einfache und betriebssichereWeise durch direkten Betrieb der Duoplasmatron-Ionenquellemit entsprechend kurzen Spannungsimpulsen. Die Detektorsignale können mit einer Zeitauflösung bis herab zu 50 ns proKanal registriert werden. Bei der Aktivierungsmessung derQuellstärke war die statistische Genauigkeit der Ergebnissefürdie Ni-57-Aktivität zu verbessern, was durch Verfeinerungen

1.60

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1.10

Wichtige Ergebnisse der unter blankettypischen Randbedingungen durchgeführten gespülten inpile-Tests sind:

Alle neueren Probenchargen - aus der Schmelze (TypSchott) und durch Sintern hergestelltes Orthosilikat aberauch durch Sintern hergestelltes Metazirkonat - haben mitHe+0.1 vol. % Hz Spülgas ausreichend kleine Tritiumverweilzeiten «1 d bei der minimalen Blankettemperatur von400°C).

- Die Ergebnisse des inpile-Tests SIBELIUS zur Untersuchung der Wechselwirkung von Beryllium mit Brutmaterialien lassen für Orthosilikat eine durch den Kontakt mitBeryllium hervorgerufene Vergrößerung der Tritiumverweilzeit nicht ausschließen und erfordern weitere Untersuchungen.

600 C 500 ClE+02,..---+-----+------,---+----;r--,

03.06.02 INR Brutmaterialentwicklung

1.20 1.30 1.40 1.50Inverse Temperatur (1000 K/T)

Vergleich gemessener Tritium-Verweilzeiten mit Modellrechnungen (mit undohne Karbonat-Verunreinigung) für Orthosilikat und He + 0.1 vol.%H2Spülgas

Für das heliumgekühlte Feststoffblanket ist als Brutstoff Lithiumorthosilikat vorgesehen.

Wichtige Ergebnisse einer Reihe von experimentellen undtheoretischen Untersuchungen zur AUfklärung der wesentlichen Tritiumfreisetzungsprozesse von Orthosilikat sind:

- Die Tritiumfreisetzung wird durch eine Reihe verschiedenerDesorptionsprozesse erster Ordnung an der Kornoberfläche bestimmt.

- Die beobachtete starke Streuung der gemessenen Tritiumverweilzeiten ist durch Unterschiede in Dichte, Mikrostruktur, Abmessungen und Feuchtegehalt der Proben nicht zuerklären. Chemische Analysen, massenspektrometrischeUntersuchungen und Tritiumfreisetzungsmessungen an vorder Bestrahlung unterschiedlich ausgeheizten Proben deuten vielmehr darauf hin, daß sich die Tritiumfreisetzung mitzunehmendem Karbonat-Gehalt (von der Herstellung oderLagerung) verschlechtert. Dieser Effekt könnte die starkeStreuung erklären (siehe Abb.).

Bei den Arbeiten zur Verbesserung der mechanischen Eigenschaften von Lithiumorthosilikat-Kugeln konnte durch überstöchiometrischen Zusatz von Silizium und gezielte Temperaturbehandlung, bei der der Schmelzpunkt der Si-reichen Phasekurzzeitig überschritten wird, Mikrorisse ausgeheilt und einedefinierte Kristallstruktur mit zementierten Korngrenzen erzieltwerden (siehe Abbildung). Die Streuung der Druckfestigkeitswerte wurde dadurch stark verringert und das Versagen derKugeln durch Bruch bei Simulation der Druckbelastung imReaktorblanket auf <1.5% in der alten und auf <0.5% in derautomatischen Prüfeinrichtung reduziert.

3

des Auswerte-Rechenverfahrens gelang. Hinsichtlich der Absolutgenauigkeit, also des Verhältnisses von Ni-57-Aktivität zuQuellneutronenzahl, ist eine Verbesserung in Arbeit.

Für Rückstoßprotonen-Zählrohrmessungen im Energiebereich 50 bis 100 keV wurde eine Anstiegszeitdiskriminierungentwickelt, mit deren Hilfe der y-Strahlen-Untergrund unterdrückt werden kann.

Rechnungen und Störfallszenarien mit Tritiumfreisetzungeneingesetzt. Zur Abschätzung der Dosisbelastungen aufgrundvon Tritiumabgaben im Normalbetrieb von Fusionsanlagenwurden Parameterstudien mit den Modellen der Berechnungsgrundlagen der Strahlenschutzverordnung durchgeführt. Mitder Entwicklung eines realistischeren Rechenmodells wurdebegonnen.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiterlichungen

Die Entfaltung der Impulshöhenspektren des NE213-Szintillationsdetektors mit dem Rechenprogramm FORISTwurde durchgeeignete Wahl von Rechenparametern weiter verbessert.

Die theoretischen Arbeiten befaßten sich schwerpunktmäßigmit Benchmarkrechnungen für die europäische Kerndatenbibliothek EFF-1 (European Fusion File) sowie die internationaleFusionsdatenbibliothek FENDL (Fusion Evaluated NuclearData Library). Hierfür wurden die im INR entwickelten ein- undzweidimensionalen Neutronentransportprogramme ANTRA-1und -2 mit direkter Berücksichtigung der anisotropen Neutronenstreuung eingesetzt. Für sphärische und zylindrische Berylliumanordnungen konnte gezeigt werden, daß sich dasdirekte Transportverfahren zur Überprüfung und Beurteilungkonventioneller Approximationsverfahren eignet.

Das direkte Transportverfahren benutzt winkelabhänige Streumatrizen, die aus doppelt-differentiellen Wirkungsquerschnitten (DDX-Daten)gewonnenwerden. Fürdie EFF-1 DDX-Datenvon Beryllium und Blei wurde hierfür eine speziell für diesenZweck modifizierte Version des Gruppenkonstantenprogramms NJOY-83 benutzt. Die kürzlich freigegebene Datenbiblbiothek ENDF/B-VI enthält für eine Vielzahl von Nuklidenneue ausgewertete DDX-Daten in einer tabellarischen Energie-Winkel-Darstellung im Laborsystem, die für das direkteTransportverfahren geeignet ist. Das zugehörige Gruppenkonstantenprogramm NJOY-89 verarbeitet diese DDX-Daten allerdings zu Streumatrizen in der Legendre-Approximation. DieEntwicklung einer NJOY-89-Version, die die DDX-Daten ohnemethodische Näherungen zu winkelabhängigen Streumatrizenverarbeitet, ist in Arbeit. Hiermit können dann auch die DDXDaten der EFF-2-Bibliothek, die kurz vor der Freigabe steht,bearbeitet werden.

Kern- und Teilchenphysik (KTP)Physik intensiverIonenstrahlen und gepulsterdichter PlasmenErzeugung hoherEnergiedichten in Feldern undStrahlen


03.08.03P12A Dr. C. SteinhauerDMet. W. Raskob (DTI)

V2926629395

Veröffentlichungen

Die kleine Be-Diode wurde am KALIF untersucht. Die elektrischen Eigenschaften der Diode und ihr Fokussierungsverhalten lassen sich mit dem im HDIIII entwickelten PIC-Code gutbeschreiben. Mit einer im HDI III mit Hilfe des PIC-Codesoptimierten Anode wurde eine fokussierte Leistungsdichte von0.24 TW/cm2 gemessen, die durch die Mikrodivergenz von 2°begrenzt ist. Die Diode arbeitet sehr zuverlässig und reproduzierbar und erlaubt etwa 10 aufeinanderfolgende Schüsseohne Auswechseln von Teilen. Die Lebensdauerist durch einenPlastik-Anodeneinsatz begrenzt. Die Diode ist für Experimentebis zu der angegebenen Leistungsdichte und für Diagnostikentwicklungen einsetzbar.

An der großen Be-Diode wurde eine Glasmatte als Anodeneinsatz getestet, deren Oberfläche als regenerierbarer Adsorbatträger für Wasserstoff dient. Eine homogene Zündung, einergiebiger Ionenfluß und ein repetierbarer Betrieb konntennachgewiesen werden.

1414.04

14.04.01 INR

Die Ankopplung der fremdmagnetisch isolierten fokussierenden Ionendiode mit Ti-Pd-Metallhydridfilmanode an den Impulsgenerator KALI F konnte weiter verbessert werden. DurchAnwendung sehr starker isolierender Magnetfelder war esmöglich, den Wirkungsgrad der Diode auf bis zu 95% zuerhöhen und die Ionenleistung auf 0,8 TW zu steigern. Untersuchungen der Strahlzusammensetzung mit einem ThomsonParabel-Massenspektrometer ergaben einen Protonenanteilvon ca. 80-90%. ErsteAnalysen der Fokussierungseigenschaften der Diode ergaben für die mittleren Strahlen einen Fokusin der Nähe des Mittelpunkts des sphärischen Anodensegments, 12 cm von der Anode entfernt. Die inneren und äu ßerenRandstrahlen zeigten dagegen starke Aberrationen, derenGröße durch die konvexe Form der virtuellen Kathode unddurch Ablenkungen in den nicht-kompensierten Eigenfeldernsowie in den Feldern zwischen den beiden Isolationsspulenbestimmt wird. Zur Kompensation dieser Ablenkungen wurdenasphärische Anodenformen gefertigt, deren Wirkung in denkommenden Meßkampagnen an KALIF untersucht werdensoll.

Dr. I. BroedersDr. H. EbiDr. W. EyrichDr. U. FischerH. FriesDr. F. FröhnerDP. H. GieseDr. F. KappierB. KriegDr. H. KüstersDr. U. v. MöllendorffDr. A. Schwenk-FerreroDP. E. SteinT. TsukiyamaE. Wiegner

Sicherheit und UmwelteinflußFusionstechnologie und Umwelt

V30135 03.06.03P17AV29568

2957229829

03.0803.08.03 INR

Das Unfallfolgenmodell UFOTRI wurde in Teilmodellen verbessert, ausführlich beschrieben, durch ein Benutzerhandbuchvervollständigt und zu Dosisabschätzungen für Benchmark-

Um die Anodenplasmaerzeugung vollständig unabhängig vomGeneratorimpulsdurchführen und so bezüglich Zündzeitpunkt,Expansion und Zusammensetzung optimieren zu können,

4

wurde mit dem Bau eines Plasmatreibers (0,1 Q, 100J,30-50kV, 10 ns) für den Einsatz an KALIF begonnen. Zunächst isthierfür die Verwendung eines Foliendurchschlagschalters,später die eines optisch getriggerten Halbleiterschalters imAvalanchebetrieb vorgesehen. In Zusammenarbeit mit demIHT der Technischen Unviersität Braunschweig wurde mit derEntwicklung eines solchen vielseitig einsetzbaren Hochspannungsschalters begonnen.

Zur Fortsetzung der Grundlagenuntersuchungen zur Anodenplasmaerzeugung aus Pd-Ti-Metallhydridfilmen wurde einequarzfasergekoppelte Fotomultiplieranordnung aufgebaut, diees ermöglicht, zeit- und ortsaufgelöste spektroskopische Messungen an den Plasmaschaltern durchzuführen.

Zur besseren Interpretation dieser Messungen wurde ein Rechenprogramm zur Lösung der Ratengleichungen, die diezeitabhängige Besetzung der Spektralniveaus beschreiben,entwickelt. Dabei werden sowohl die experimentell bestimmtein das Plasma eingekoppelte Energie als auch die Nachlieferung von kaltem Gas aus dem Substrat berücksichtigt.

Optische Untersuchungen von Pseudofunkendioden wurdenabgeschlossen.

An der KALIF-Anlage können bisher Protonenstrahl-Pulse mit:;:; 1,8 MV Beschleunigungsspannung und :;:;0,8 TW Leistungerzeugt werden. Die Begrenzung bedeutet nach dem heutigenKenntnisstand eine Beschränkung der erreichbaren Brillanzder Ionenstrahlen, welche wiederum die erreichbare Energiedichte begrenzt. Es wurden deshalb Konstruktionsarbeiten füreine 2. Pulsleitung mit 6 MV Ausgangsspannung begonnen,deren Pulserzeugung auf dem in USA neu entwickelten, modularen HELlA-Konzept beruht.

In dem Rechenprogramm L1DIS zur Verfolgung geladenerTeilchen wurde das Pre- (im wesentlichen Gittererzeugung)und das Post-Prozessing (Auswertung innerhalb der Diodeund Teilchenverfolgung in der Driftsektion) auf DISSPLA umgestellt und teilweise für die IBM 3090 vektorisiert. Bei derGittererzeugung wurde die Fehlerdiagnostik wesentlich verbessert. Die realistische Verfolgung der Teilchenbahnen in derDriftsektion unter Berücksichtigung der Drehimpulse und derexternen und selbsterzeugten Magnetfelder wurde in Zusammenarbeit mit dem HDIIiI begonnen.

14.04.02 INR Strahl-Target-Wechselwirkungund Anwendungen

Experimente

Strahl-Target-Experimente mit fokussierten Ionenstrahlenhöchster Leistung bedingen die möglichst genaue Charakterisierung des lateralen Strahlprofils als Funktion der Zeit. Dieexperimentellen Untersuchungen hierzu - "Filmen" der Lichtemission von dünnen Folientargets -wurden bis zur Erreichungeiner sehr hohen Ortsauflösung weitergeführt.

Mit computer-gestützter Bildauswertung und Densitometriewurden in einem Teil der 5 ns-Aufnahmen quasistationäreFilamente (Abstand - 25...75 f.lm) sichtbar. Ihre quantitativeAuswertung steht noch aus. Abschätzungen ergeben, daß zudiesen im Fokusbereich aufgetretenen Emissionsfilamentenmikroskopisch verteilte Stromdichteschwankungen von einemFaktor 2 gehören können.

Theorie und Rechenprogrammentwicklung

In den Multigruppen-Strahlungstransportmodul MULRAD desKarlsruher Target-Codesystems KATACO wurden Verfahrenzur genauen Behandlung der Black-Body-Randbedingung eingebaut. Mit diesen Verbesserungen konnte MULRAD die analytischen Ergebnisse eines mathematischen Testbeispielssehr gut reproduzieren, so daß der Code hinsichtlich derimplementierten Numerik als abgesichert betrachtet werdenkann. Anhand einiger Testfälle konnte gezeigt werden, daß diein MULRAD benutzte spezielle Such- und Interpolationsmethode zur schnellen Vektorisierung von Funktionen, die nurschwer vektorisierbar sind, eingesetzt werden kann.

In den Code PYTHIA zur Lösung der Boltzmann-FokkerPlanck-Gleichung wurde ein iterativer Gleichungslöser basierend auf einem symmetrischen Block-Überrelaxationsverfahren eingebaut. Es zeigte sich, daß auch für dieses VerfahrenKonvergenzschwierigkeiten auftreten können. Daher muß alsletztes Mittel au ßer den iterativen auch die direkte Lösung desGleichungssystems implementiert werden. Die Umschaltungzwischen iterativer und direkter Lösung soll automatisch erfolgen.

Veröffentlichungen

2957429807

V28726V29926V29076

06V29459V28726V29458V29460V28725

29002V28723V29072

28853290752980628653

V29962V29807


14.04.01 P76A Ing. H. Bachmann14.04.01 P76B Dr. W. Bauer14.04.01 P76C Dr. K. Baumung14.04.01 P76D Dr. H.J. Bluhm14.04.01 P76E Ing. L. Buth14.04.01 P76F D. Dietrich (Diplomandin)

Dr. P. HoppDr. H.U. KarowH. Laqua (Doktorand)H. LotzG. Müller (Diplomand)Dr. D. RuschDr. C. SchultheißDP. E. SteinO. StoltzG. Westenfelder(Universität KarlsriJhe)

Bei der Übergabe des KATACO-Codes an die EPFL in Lausanne ergaben sich große Differenzen in den Ergebnissen derTestläufe auf einer VAX und auf der IBM. Diese konnten durchdie Verwendung von doppelter Genauigkeit beseitigt werden.

Die Arbeiten zur Entwicklung des Programmoduls ESCALA(Efficient Shock Capturing Code in Lagrange Geometry) wurden ausführlich dokumentiert. Theoretische Untersuchungenvon Upwind-Verfahren in Lagrangekoordinaten zeigtenjedoch,daß das in ESCALA verwendete Verfahren noch weiter verbessert werden kann.

Es wurde ein Testprogramm mit diesen Ansätzen erstellt undauf Benchmarkprobleme angewandt. Es ergab sich, daßSchwierigkeiten mit ESCALA bei der numerischen Simulationvon Problemen, in denen stark komprimierte Materie auftritt,mit dem neuen Verfahren eliminiert sind. Eine neue adaptiveZeitschrittweitensteuerung macht das Upwind-Verfahren zusätzlich noch effizienter und robuster. Die Abbildung zeigt guteÜbereinstimmung mit der exakten Lösung.

5

0.0-1--"'1"---,--,--,---,-----,-----,---,-""'--1

entwickelte Modell zur Berechnung der Ionisierungs-Energiesoll daher in KATACO eingebautwerden ,um diesen Tatbestandzu berücksichtigen. Zur Berechnung des Einflusses der Reichweitenverkürzung bei der Messung der Aktivierung des LiFTarget wurde der Energiedepositionscode EDEPOS erweitert.Jetzt können in EDEPOS und in KATACO mehrere Komponenten wie Li und F gleichzeitig berechnet werden. Die mitdem erweiterten Code erzielten Ergebnisse deuten darauf hin,daß bei den Verhältnissen, wie sie am KALIF existieren, eindeutlicher Effekt der Reichweitenverkürzung zu erwarten ist.Die Erstellung eines interaktiven Eingabegenerators für KATACO wurde weitergeführt.

Erste Versuche zur Parallelisierung von Transportalgorithmenauf der IBM 3090 VF zeigten, daß bei geeigneter Umgebungmit der Multitasking Facility bis zu 4 (von 6) Prozessorengleichzeitig an der Lösung arbeiten können. Die Umstellungerforderte nur sehr wenig Neuprogrammierung.

Es wurde ein Rechenprogramm EOSINVerstellt, das aus denDaten der SESAME-Bibliothek die Temperatur und den Druckals Funktion der Dichte und der inneren spezifischen Energieermittelt.

Die zukünftigen geplanten Experimente am KALIF machen eserforderlich, im zweidimensionalen Hydrodynamik-ProgrammHYDSOL die getrennte Behandlung mehrerer Komponenteneinzuführen. Hierfür wurden erste theoretische Überlegungenzur numerischen Approximation abgeschlossen.

Es wurde ein Strahlungstransportcode für Röntgen-linienSpektren mit der dazugehörigen Atomphysik entwickelt, umdie Bestimmung derTemperaturvon Plasmen (auch füroptischdicke Situationen) zu ermöglichen. Erste Testrechnungen zeigen ermutigende Ergebnisse.

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G

0.8

0.0 0.1 0.2 0.3 0.+ 0.5 0.6 0.7 0.8 0.9

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Stoßwellenrohrproblem: - exakte Lösung (0) neues Verfahren

Der ESCALA Code wurde zur Bestimmung der Skalierungsrelation für den Ablationsdruck verwandt. Wie die Abbildungzeigt, ist die Skalierungsrelation für die verschiedenen Diodenunterschiedlich. Dieses ist eine Folge der unterschiedlichenPulsform des Leichtionenstrahls am Target. Wegen der auftretenden Verkürzung der Eindringtiefe der Ionen im Target weichtdie Skalierung bei den niedrigen Strahlintensitäten von dertheoretisch ableitbaren Beziehung Druck - (Strahlintensitä~ß

ab. Nur bei hohen Strahlintensitäten ist das Plasma soweitionisiert, daß die Protonenreichweite verlängert wird und dieEindringtiefe trotz fallender Protonenenergie konstant bleibt.

Verschiedene Untersuchungen

Es wurde untersucht, in welcher Weise Strahlungstransport inder Nähe einer Rayleigh-Taylor-Instabilität modelliert werdenkann. Eine Vorgehensweise für Reaktor-Pellets wurde erarbeitet und veröffentlicht.

Die Untersuchungen zur Myonen-katalysierten Fusion wurdenweitergeführt. Es stellte sich heraus, daß Myonenströme benötigt werden, die zur Zeit technisch nicht erreichbar sind.

Strahlintensität (TW/cm 2)

Ablationsdruck als Funktion der Strahlenintensitäten für verschiedene Dioden-Typen

Bei Einlagerung der Teilchenenergie im Target werden dieAtome ionisiert. Dieser Vorgang benötigt Energie, die zurHeizung des Targets nicht mehr zur Verfügung steht. Das neu


V29468 14.04.02P21 A DI(FH) G. Arnecke29022 14.04.02P21 B DP. G. Cripps29070 14.04.02P22A (DAAD Stipendiat)

V29071 14.04.02P22B Dr. EA Fischer28432 14.04.02P22C Dr. R. Fröhlich27665 14.04.02P23A Dr. B. Goel

V29074 14.04.02P23B DP. M. GözV29467 14.04.02P23C Dr. N. K. Gupta

(Gastwissenschaftle r)DM. W. HöbelJ. Jung (MaTa)Dr. H.-U. KarowDM. K. KüfnerDr. J.J. MacFarlaine (FPA)Dr. C.D. MunzProf. G.C. Pomraning(Gastwissenschaftler)DI. J. Singer

101

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10'

100

6

18 Projekt NukleareSicherheitsforschung (PSF)

18.01 Physik und Kernüberwachungfür Schnelle Brüter

18.01.01 INR Auswertung von Messungenan kritischen Anlagen undLeistungsreaktoren

genau vermessen. Eine Auswertung von 10neueren Messungen von 0.01 bis 20 MeV ergab, daß ein Watt-Spektrum charakterisiert nur durch eine effektive Temperatur und eineEffektivgeschwindigkeit der emittierenden Spaltbruchstücke die Daten ausgezeichnet wiedergibt (siehe Abb.), besser alsdie neuesten "mikroskopischen" Berechnungen, die auf detaillierten Massen- und Anregungsverteilungen der Bruchstückeund ihren Neutronenquerschnitten basieren.

CONRAD

SUPERPHENIX·1 Auswertung

Die Verwendung von Absorberquerschnitten, die auf der Basisvon R-e-Modellen nach einer neuartigen Methode homogenisiertworden wa.ren, führte in derSUPERPHENIX-1 Auswertungzu einer entscheidenden Verbesserung in der Vorhersage vonAbsorberwerten, kritischer Masse und Leistungsverteilung. DieQualität der Vorhersage dieser Parameter entspricht nunmehrweitgehend der, die in kritischen Anlagen beobachtet wird.

Dokumentation Physik Schneller Brutreaktoren

In die Datenbank SNEDAX wurden weitere Experimente derSNEAK-12-Serie, der Aufbau der Anordnungen SNEAK 7A,7B, 8 und 8Z sowie die wichtigsten experimentellen Ergebnissedieser Anordnungen eingegeben. Außerdem wurde SNEDAXin das Datenerfassungssystem der französischen kritischenAnlage MASURCA eingefügt und übernimmt dort auch dieAufgabe der Datenübertragung von den Experimentiereinrichtungen an MASURCAan das Berechnungssystem CCRR. DieÜbernahme von Daten aus der englischen Anlage ZEBRA istin Vorbereitung.

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252CI-Spaltneutronen-Spektrum, Meßwerte und angepaßtes Watt-Spektrum

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Die JEF-2-Auswertung der 238U-Neutronenquerschnitte imnichtaufgelösten Resonanzgebiet wurde inzwischen getestetdurch Nachrechnungvon resonanzgemittelten Transmissionsmessungen an dicken Proben. Hierzu wurden (mit dem Monte-Carlo Programm SESH) dopplerverbreiterte Punktquerschnitte und Transmissionswerte aus stochastisch generiertenResonanzfolgen gemittelt. Die gute Übereinstimmung vongerechneten Kurven und Meßpunkten (s. Abb.) zeigt, daß dasVerhältnis von Resonanzquerschnitt und Potentialstreu-Querschnitt in der Datei JEF-2 verläßliche Abschirm- und Selbstabschirmrechnungen ermöglicht.

23BU, Neutronentransmission dicker Proben, Meßwerte und NachrechnungmitJEF-2


18.01.01 P01 A DP. H. GieseDr. F. HelmDr. E. KiefhaberH.-J. PeterIng. A. Polch

2947029474294752947629808

Veröffentlichungen

Für dieses Experiment, das an der kritischen Anlage MASURCA im CEN Cadarache/Frankreich durchgeführt wird, wurdenvon einem Delegierten des KfK detaillierte Auswertungsrechnungen durchgeführt. Mit französischen Rechenmethoden undKerndaten wurden Reaktionsratentraversen und Reaktivitätseffekte von Umladungen für CONRAD AX1 CLEAN CORE(axial heterogenes Core ohne simulierte Kontrollstäbe) und fürCONRAD AX1 Na~REF (mit simulierten Kontrollstäben imgezogenen Zustand) nachgerechnet. Die Abweichung zwischen Messung und Rechnung betrug im allgemeinen einigePr02;ent. Außerdem wurden im KfK entwickelte Graphik-Programme an die französischen Erfordernisse angepaßt und beider Auswertung der CONRAD-Experimente zum Einsatz gebracht.

18.01.02 INR Auswertung und Überprüfungvon Kerndaten

Das bei der Spontanspaltung von 252Cf emittierte Spaltneutronen-Spektrum, ein wichtiger Standard in der nuklearenMeßtechnik, wurde im letzten Jahrzehnt sehr vollständig und

Die Programme JOYFOR und MITRA, die Gruppenkonstantenvom NJOY-Ausgabeformat in das GRUMA-Eingabeformattransformieren, wurden so erweitert, daß sie jetzt auch Photonendaten verarbeiten können; das erweiterte ProgrammJOYFOR-90 wurde dokumentiert. Die neueste NJOY-Version,NJOY-89.62, wurde implementiert und an einigen Nukliden derKerndatenbibliothek JEF-2 getestet.

7

18.01.03 INR Entwicklung und PflegeneutronenphysikalischerRechenprogramme fürAuslegung und SicherheitSchneller Reaktoren

Veröffentlichungen

28149298543009330094


Dr. I. BroedersDr. F. FröhnerB. Krieg

Untersuchungen im Rahmen des CONRAD-Programmes inCadarache erfolgreich eingesetzt.

Die mit dem Neutronentransporteode TRITAC ermittelten Ergebnisse für internationale Benchmark-Vergleichsrechnungenwurden detailliert dokumentiert. Für dreidimensionale xyzGeometrie wurden 3 Rechenmodelle behandelt: (a) ein kleinerLeichtwasserreaktor, bei dem Diffusionscodes den Reaktivitätswert für einen Regelstab sogar mit falschen Vorzeichenberechnen, (b) ein kleiner Schneller Brutreaktor, der in seinenAbmessungen etwa einer typischen kritischen Anordnung entspricht und (c) ein axial heterogener Schneller Reaktor, dessenAufbau ähnlich ist wie Core-Entwürfe, die als alternative Varianten für den EFR (European Fast Reactor) betrachtet werden.Für die Bereitstellung und Auswertung der Daten wurdengeeignete Zusatzprogramme erstellt.

Das Konzept für den Aufbau von Gruppenkonstantenbibliotheken, GRUBA, wurde verbessert und derart erweitert, daß auchPhotonendaten gespeichert und verarbeitet werden können;das zugehörige Verwaltungsprogramm wurde dementsprechend überarbeitet.

Das Programm KAPROS2 wurde weiterhin für Routineanwendungen gepflegt und an die sich ändernde Umgebung (Compiler, Betriebssystem etc.) des Großrechners angepaßt. Diemodernisierte Fassung KAPROS3 wurde weiterentwickelt unddurch verschiedenartige Testläufe abgesichert; insbesonderewurde die Fehlererkennung und -behandlung verbessert, Fehler in Systemkernroutinen beseitigt und Rechenmoduln an diejeweils aktuelle Fassung des Systemkerns angepaßt. DiePflege und Wartung der sehr umfangreichen Programmbibliotheken und die Wahrung der Kompatibilität mit den bereitstehenden DV-Möglichkeiten der Rechenanlage erfordert ständigeinen beträchtlichen Verwaltungsaufwand.

Die Arbeiten zu den gemeinsam mitden europäischen Partnerndurchgeführten Entwicklungsarbeiten am ProgrammsystemERANOS und dem Rechenprogramm ECCO zur Bestimmungvon Heterogenitätseffekten wurden fortgesetzt. Das im ZfKRossendorf/ehemalige DDR entwickelte ProgrammsystemRHEIN wurde unter Mitwirkung eines maßgeblich an derEntwicklung beteiligten Mitarbeiters im KfK installiert und erfolgreich erprobt.

In der Umgebung der Eckpunkte von Bereichen mit verschiedenen Materialeigenschaften treten in der Neutronenflußverteilung gewisse Abweichungen vom üblichen regulären Verhalten auf. Für ein bewußt einfach geWähltes Beispiel inSechseckgeometrie wurde mit Untersuchungen zum Einflußsolcher Eckensingularitäten begonnen.

Der von LANUUSA übernommene Transporteode TWODANTwurde ertüchtigt, so daß er auch für Probleme mit Aufwärtsstreuung unter Berücksichtigung der Anisotropie der Streuungzuverlässige Ergebnisse liefert, z.B. für die Nachrechnung vonExperimenten, die unter KfK-Beteiligung am PROTEUS-Reaktor in Würenlingen/Schweiz durchgeführt wurden. Die beider Anwendung von TWODANT und TRITAC gewonnenenErfahrungen wurden dokumentiert.

Die bisher existierenden Plotprogramme QUAPLO (für Rechtecksgeometrie) und TRIPLO (für Dreiecksgeometrie) wurdenzusammengefaßt im Programm TRICA, das außerdem erheblich verbessert und für Anwendungen mit dem französischenProgrammsystem ertüchtigtwurde. Dasgraphische ProgrammJULlET, das die Darstellung aller in ECCO vorgesehenenGeometrieoptionen ermöglicht, wurde u.a. bereits bei den

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Asymmetrie der FlußweIlenverteilung falls der auf der Coreachse am weitesten rechts positionierte Regelstab nicht in das Core einfährt

Umfangreiche Rechnungen mit dem 3-dimensionalen Diffusionsprogramm D3E und zugehörige Auswertungen dientender Bereitstellung von KfK-INR Ergebnissen für ein 3-dimensionales EFR-Leistungsbenchmark, bei dem speziell der Einfluß von Singularitäten im Corequerschnitt wie Absorber,FolIower oder sog. Blindelemente auf die maximale lineareStableistung der Brennelemente untersucht werden soll. Einweiteres 3-dimensionales Code-Benchmark befaßte sich miteinem Entwurf eines großen Schnellen Brutreaktors mit radialheterogenem Coreaufbau (s. Abb.) wobei u.a. auch die Flußund Leistungsverteilung für verschiedene Eintauchtiefen derRegelstäbe bestimmt werden sollte. Die Abbildung zeigt diefür dieses neutronisch nur lose gekoppelte Core stark ausgeprägte Asymmetrie der Flu ßverteilung für den angenommenenFall einer Fehlfunktion (stuck-rod problem), in dem einer von24 Regelstäben nicht in den Reaktor eingefahren wird.


18.01.03P01 A Ing. J. Braun18.01.03P01 B Dr. G. Buckel18.01.03P01C Prof. D.G. Cacuci18.01.03P01 D (Gastwissenschaftler)

W. GötzmannDr. E. KiefhaberIng. A. PolchDM. B. StehleDP. D. ThiemD. Woll

18.01.04 INR Nukleare Kernauslegung undAbbrandberechnung

Fortsetzung der neutronenphysikalischen Auswertungder Aktinidenbestrahlung im MTE-2 von KNK 11/2

Für einige der bestrahlten Aktinidenpellets (z.B. 237Np 02)wurden Abbrandrechnungen mitverschiedenen Berechnungsmethoden sowohl für die effektiven Wirkungsquerschnitte alsauch für die Neutronenflußdichtespektren durchgeführt. DieDiskussion der Ergebnisse im Vergleich zu den Messungenist noch nicht abgeschlossen.

Untersuchungen zu EFR-Cores

Die Benchmarkrechnungen zum Dopplerkoeffizienten für denEFR, an denen sich auch das KfK beteiligte, zeigten, daßgegenwärtig im Rahmen der europäischen Zusammenarbeitdie Unsicherheiten für einen EFR unter normalen Betriebsbedingungen mit ±20% (2cr-Werte) eingeschätzt werden. DenHauptbeitrag zum Dopplereffekt liefert bekanntlich 23BU, wobeijedoch der Anteil von Fe mit über 10% durchaus beträchtlichist und für genauere Rechnungen auch der Einfluß des Heterogenitätseffektes (ca. 5%) berücksichtigt werden muß. DieGröße des Neutronenflusses und der Neutronenimportanceim Energiebereich 0.5-2.0 keV ist besonders wichtig für diezuverlässige Bestimmung des Dopplereffektes, da mehr als63% aus diesem Energiebereich stammen. Die Rechenergebnisse zeigen, daß die häufig verwendete Beziehung für dieTemperaturabhängigkeit dklk-dTIT nur näherungsweise giltundeineAbhängigkeitdklk-dTITumitu= 1.116dievon KfK-INRermittelten Werte besser approximiert.

Für eine besondere Variante des EFR-Cores, bei der die innereCorezone etwa in der Coremittelebene eine 30 cm dicke interneaxiale Brutzone aufwies, hatten Untersuchungen des Kooperationspartners Belgonucleaire einen ungewöhnlich großenEinfluß der Energie-Gruppenkondensation auf die maximaleSpaltlängenleistung (peak linear rating) bzw. die maximalePinleistung ergeben, wobei sogar der Ort des Auftretens derMaximalwerte sich durch die Gruppenkondensation veränderte. Eingehende Untersuchungen ergaben, daß durch geeignetere Gruppeneinteilung der erwähnte Kondensationseffektbei Verwendung von 4 Grobgruppen um etwa einen Faktor 3gegenüber den von Belgonucleaire gefundenen Werten verringert werden konnte und jetzt wieder etwa mit den bisherigenErfahrungen übereinstimmt. Hauptursache für das Auftretendes überraschend großen Kondensationseffektes bei den vonBelgonucleaire gewählten Energiegrenzen für 4, 6 und 12Grobgruppen war eine Besonderheit der untersuchten CoreVariante: aufgrund des Coreaufbaus traten die Maximalwerteder Leistungsdichte an einem Punkt an der inneren Grenzflä-

che der äußeren Corezone auf, der in unmittelbarer Nachbarschaft eines Blindelementes (Diluent) und eines Absorberstabnachfolgers (FolIower of Primary Absorber) lag.

NEUTRONEN-FLUSSVERmLUNO AUSSCHNITT VON 87.5 bis 164.0 (CM)

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Beispiel für die Nichtseparierbarkeit der Orts- und Energieabhängigkeit desNeutronenfiusses

Die Abbildung - mit logarithmischer Ordinaten-Skala - zeigt fürdie Energiegruppen 11-18 der bekannten ABBN-Struktur, daßin der Umgebung dieses Punktes bzw. der beiden angrenzenden Sonderelemente die Nichtseparierbarkeit des Neutroneneinflusses bzgl. Orts- und Energieabhängigkeit besondersausgeprägt ist, so daß in diesem Fall der passenden Wahl derGrobgruppengrenzen besondere Aufmerksamkeit gewidmetwerden mu ß, da auch die niederenergetischen Gruppen nochrelativ stark zur maximalen Leistungsdichte beitragen.


Dr. I. BroedersW. GötzmannDr. E. KiefhaberIng. A. PolchDP. D. Thiem

9

Veränderung der mechanischen Energie bei Durchströmung einer plötzlichen Erweiterung

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~Zur frühzeitigen und empfindlichen Erkennung von Temperaturdriften an der KNK wurde eine Kompensationsmethodeentwickelt (siehe z.B. Ergebnisbericht 1984). In diesem Jahrwurde die Übertragung solcher Daten an das KNK-Diagnosesystem realisiert und mit dem Testbetrieb begonnen.

Aus Signalen der normalen Reaktorinstrumentierung könnenRückschlüsse auf Reaktordaten und das Betriebsverhaltendes Reaktors gezogen werden. Im Berichtszeitraum wurdenwiederkehrend die in den Brennelementen erzeugten Reaktivitätsoszillationen durch Kreuzkorrelationsmessungen zwischen einem Reaktivitätssignal und der Brennelement-Austrittstemperatur analysiert. Daraus wurden Reaktivitätsamplituden abgeleitet. Ziel ist es, aus ihrem Verhalten zu erkennen,wie weit eine Leistungsreduktion auf 60% einen schonendenBetrieb darstellt.

18.01.07 INR StatistischeDetektionsverfahren


Dr. M. Edelmannlng. H. MassierDr. W. Väth

18.02 Sicherheit und Stofffragen vonSchnellen Brütern

18.02.01 INR Theoretische Arbeitenzur Reaktordynamik und-sicherheit

Die Arbeiten konzentrierten sich auf den Test, die Weiterentwicklung und Anwendung des Störfall-Analyse-Rechenprogramms SIMMER-II sowie des Fluiddynamik Rechenprogramms AFDM.

SIMMER-II Weiterentwicklung und Test

Eine Pilotversion von IME (für die integrale Behandlung derFluiddynamik an Singularitäten) wurde in SIMMER-II eingebracht und getestet. Das Verhalten von zweiphasigen Strömungen an einfachen Singularitäten wurde im Detail untersucht und mit publizierten Korrelationen verglichen. Für stationäre zweiphasige Strömungen an plötzlichen Erweiterungen,bei denen die Trägheit der flüssigen Phase eine wesentlicheRolle spielt, wurde gute Übereinstimmung mit der in der literatur empfohlenen Korrelation von Romie für die Druckänderungen gefunden 129533/.

Die folgende Abbildung zeigt den mechanischen Energieverlust für eine StickstofflWasser-Strömung an einer plötzlichenErweiterung mit dem Ouerschnittsverhältnis 3.3:1 in Abhängigkeit von der Stärke der Impulskopplung zwischen denbeiden Phasen. Während der Verlust in der flüssigen Phaseweitgehend dem konventionellen Bild aus der Einphasenströmung (Energieverlust entsprechend der Ouerschnittsänderung) entspricht, gewinnt die Gasphase mechanische Energie.Dies wird durch den positiven Impulstransfer von der flüssigenan die gasförmige Phase möglich, der auch in Experimentenbeobachtet wurde.

Die zur Berechnung der Umsetzung von thermischer in mechanische Energie bei hypothetischen Störfällen angewandtenMethoden wurden kritisch bewertet und es wurden Konzeptefür eine verbesserte ModelIierung in SIMMER-1I erarbeitet.

Für die SIMMER-Neutronik wurde das RechenprogrammGRUSIM um eine Bibliothek isotopenabhängiger und gruppenabhängiger Daten (Atomgewicht, thermische Energie pro Spaltung oder Einfang usw.) erweitert und eine Programmoptionzur Bereitstellung der bei stationären SIMMER-Rechnungenbenutzten höheren Streumomente erstellt. Damit können diefür SIMMER-Rechnungen benötigten vollständigen ISOTXSund BRKOXS-Files mit GRUSIM erzeugt werden.

AFDM Weiterentwicklung, Test und Anwendung

Der Standard-AFDM-Code wurde neu organisiert, um ihnüberschaubarer und handhabbarer zu machen. Die resultierende K3-Version des Codes zeichnet sich außerdem durcherweiterte Diagnostiken und Steuerungsmöglichkeiten aus,

Die Numerik des Codes wurde durch eine automatische Reduzierung des Zeitschritts verbessert, die die Konvergenz deriterativen Lösung des Differentialgleichungssystems für denWärme- und Massen-Übergang zur richtigen Lösung sicher·stellen soll.

Die im Vorjahr begonnenen Test- undAnwendungsrechnungenwurden fortgeführt. Fortschritte wurden u,a. bei derAnwendungauf Stoßwellen und bei der Behandlung einer Brennstoff-Natriumreaktion (BNR) erzielt Das sogenannte Stoßwellenrohrproblem von Sod wurde für den Fall mäßiger Stoßwellenstärke(Mach = 1.7) nachgerechnet. Die Figur zeigt die exakte analytische Lösung und die Lösung von AFDM. Die Näherung mitAFDM kann als gut angesehen werden. Bei höheren Machzahlen (für Reaktorfälle weniger wichtig) wird die Übereinstimmung allerdings schlechter.

Bei der Nachrechnung der im IRE durchgeführten BNR-Experimente THINA mit AFDM traten numerische Schwierigkeitenauf. An Hand eines vereinfachten Falles konnte die Lösungsmethode der Differentialgleichungen für Wärme- und Massenübergang als eine Ursache für numerische Sensitivitäten identifiziert werden. Es wird erwogen, zu einer genaueren Lösungsmethode überzugehen. Die Untersuchungen werden mit demZiel weitergeführt, zu einer stabilen und physikalisch gut interpretierbaren Nachrechnung von BNR-Vorgängen zu gelangen.

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Einfluß lokaler Störungen auf den Ablauf eines Sloshingprozesses

Verschiedene Auswerteprogramme

Zur besseren Darstellung von Volumenanteilen in transientenStörfallrechnungen wurde das Programm PLOTALFA erstellt,mit dem z.B. die Volumenanteile verschiedener Materialiensamt ihres Aggregatzustandes in Ring-/Kanalstruktur graphisch dargestellt werden können.

Zusammenschmelzen lokal überlebt haben. Dabei wird einSloshing-Vorgang mit und ohne Störstäbe verglichen. Wie ausder Abbildung hervorgeht, führen die Stäbe zu einem totalenDämpfung der zum Zentrum gerichteten Schwappbewegung.

Insgesamt zeigen die Untersuchungen, daß das zentralisierteSloshing durch Instabilitäten, Asymmetrien und Hindernisse inder Strömung stark gestört wird. In den RZ-Störfallcodeskönnen diese Prozesse nicht berücksichtigt werden, so daßdie Sloshing Prozesse in ihrer Kohärenz und dementsprechendRekritikalitäten in ihrer Energetik überschätzt werden.

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Problem von Sod. Exakte Lösung - und AFDM (XX>

Es wurde das Verhalten des AFDM Codes bei der Simulationder Durchströmung kontinuierlicher Querschnittsänderungen(Diffusor/Düse) in eindimensionaler ModelIierung untersucht.Es zeigte sich dabei, daß Zusatzinformationen aus Experimenten/Handbüchern notwendig sind, um kontinuierliche Querschnittsänderungen (kurze/lange, Düsen/Diffusoren mit verschiedenen Öffnungswinkeln) korrekt beschreiben zu können.

Brennstoff-Natrium-Wechselwirkungen

Es wurden die Temperaturzonen untersucht, in denen nachneuentwickelten Modellvorstellungen die Bedingungen für kohärente Wechselwirkungen erfüllt sind und es wurden neueExperimente zur Überprüfung dieserBedingungen vorgeschlagen.

Zur Berechnung des isentropen mechanischen Arbeitspotentials wurde ein Auswerteprogramm erstellt, welches die neuesten Zustandsdaten/-funktionen für den Brennstoffenthält. DasProgramm berücksichtigt das in den Analysen auftretendethermodynamische Ungleichgewicht der Flüssigkeits/Dampfphase und enthält auch im Hochtemperaturbereich mit denStörfallcodes konsistente Zustandsfunktionen.

Kompaktive Schwappbewegungen bei Kernschmelzstörfällen

Veröffentlichungen


Rekritikalitäten in großen Brennstoffpools der späten Übergangsphase können u.a. durch kompaktive Schwappbewegungen (Sloshing) des flüssigen Brennstoffs ausgelöst werden. Energetische Leistungsexkursionen bedingt durch dieseRekritikalitäten sind vor allem dann zu erwarten, wenn derflüssige Brennstoff in einer extrem kohärenten, konzentrischenBewegung zusammenfließt. Während des Zusammenfließenstreten jedoch Instabilitäten auf, die dieses zentralisierte Sloshing stark beeinflussen.

In speziellen Untersuchungen wurde der Einflu ß zusätzlich indie Strömung eingebrachter Störstellen (Hindernisse) untersucht. In der Abbildung wird z.B. die stark dämpfende Wirkungvon lokalen Hindernissen dargestellt; im Reaktorkern könnendies Brennelement- bzw. Kontrollelementreste sein, die das

2953329526295352953229525288512885229469300952988730134

18.02.01 P04A DI (FH) G. Arnecke18.02.01 P03A Dr. G. Buckel18.02.01P03B Dr. EA Fischer18.02.01 P03C DI. M. Flad (DTI)18.02.01 P05A Dr. R. Fröhlich18.02.01 P05B DP. G. Henneges

DI. S. Hentschel (lA)Dr. H. JacobsDI. S. KleinheinsDr. W. MaschekDr. L. MeyerDr. C.D. MunzDr. P. SchmuckDP. D. ThiemDr. D. Wilhelm

11

18.02.03 INR ln-pile Versuche zumTransientenverhalten

Im Forschungszentrum Ispra wird der Code EAC-2 zur ModelIierung der Einleitungsphase von Reaktorstörfällen entwickelt;das bei KfK erstellte Spaltgasmodell ist Teil dieses Codes. DieValidierung dieses Codeteils wurde anhand der Ergebnissedes CABRI-1 und -2 Programms über das Verhalten vonBrennstoff und Spaltgasen in derAnfangsphase von Leistungstransienten verbessert.

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18.02.03P07A Dr. L. VäthJ. Wolff

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Veröffentlichungen

In dem französischen Testreaktor CABRI wird zurZeit eineSerie von Experimenten, CABRI-2, durchgeführt, mit der dasVerhalten von Brennstäben schneller Reaktoren bei Störfällenmitstarker Überlast untersuchtwird. Eine erste Serie, CABRI-1 ,wurde 1986 abgeschlossen.

Bei der Erstellung einer Gesamtdokumentation über die mechanische Energiefreisetzung in den CABRI-1 Experimentenzeigte sich, daß der Einfluß der Brennstoff-Stahl Wechselwirkung auf die Brennstoffumverteilung nach dem Versagen oderAufbrechen des Brennstabes von großer Bedeutung ist. Dieverschiedensten Druckquellen verursachen Umverteilungender resultierenden Brennstoff-Stahl Gemische und gleichzeitigergibt sich eine Überhitzung des flüssigen Stahls. Die Stahlverdampfung sorgt nach der Expansion der Spaltgaseund/oder nach der Kondensation von Natrium und möglicherweise flüchtigen Spaltprodukten für zusätzliche axiale Brennstoffumverteilung und verlängert den Kontakt zwischen Brennstoff und Natrium.

Zeitliches Eindringen der Schmelze in die Stab-Bündel

Veröffentlichungen


29528 Dr. G. FiegM. MöschkeDr. H. Werle

18.02.08 INR Anlagendynamik

18.02.05 INR Untersuchungen zuBrennstoffschmelzen

Genauere Betrachtungen aller Reaktivitäts-Rückkopplungenin einem schnellen Reaktor haben gezeigt, daß die aussichtsreichste Möglichkeit, die passive Sicherheit soweit zu erhöhen,daß sich der Reaktor bei postulierten Störfällen selbst abschaltet, darin besteht, die thermische Ausdehnung des Regelstabgestänges zu verstärken.

Mit einer Serie von 7-Stab-Bündelexperimenten wurden 1990die Simulationsexperimente zum Eindringen von Kernschmelzen in Strukturen an der Anlage THEFIS abgeschlossen. DasEindringverhalten kann durch die Annahme eines stabilenKrustenwachstums erklärt werden. Während bei den Bündelnmit Wendeldrähten die Eindringtiefen analog zu jenen in Rohrexperimenten mit entsprechenden hydraulischen Durchmessern sind (1. Abbildung), stellen Gitterabstandshalter einegrößere Behinderung dar, was zu geringen Eindringtiefen führt(2. Abbildung).

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Es wurden daher verschiedene Konzepte von sogenanntenBimetallgestängen untersucht, um unter den Randbedingungen des EFR eine möglichst große und schnelle Wärmedehnung zu erzielen. Als beste Lösung erscheint bisher einespulenförmige Konstruktion, deren Windungen aus je zweiRohren mit abwechselnd großem und kleinem Ausdehnungskoeffizienten besteht. Auf diese Weise wird eine teleskopartigeVerlängerung des Gestänges bei konstanter Bauhöhe erreicht.Mit dem jetzigen Entwurf wird die zusätzliche Wärmedehnung- isotherm um den Faktor drei und in der Temperaturtransiente

um den Faktor sieben - erst oberhalb der normalen Betriebstemperatur wirksam. Die technische Ausführung soll sicherstellen, daß die transiente Dehnung nicht wieder zurückgehenkann. Ein entsprechender Konstruktionsauftrag wurde an lnteratom vergeben.

Die Abbildung zeigtvereinfachtden heutigen Entwicklungsstanddes Gestänges. Es bewirkt neben der bis zu siebenfachenDehnung, um die die Absorber eingefahren werden, zusätzlichderen Abkopplung vom Gestänge, so daß sie ganz ins Corefallen können, wenn die Bewegung nicht behindert ist.

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Bimetallgestänge

Der Einfluß dieses Gestänges auf den Ablauf eines Störfallswurde mit dem Dynamik-Code DYANA von Interatom amBeispiel des "EFR-first consistent design" untersucht. DieErgebnisse zeigen, daß Kühlmittelsieden im Fall eines ULOFnur verhindert werden kann, wenn die Pumpenauslaufzeit von10 sauf 20..25 s verlängert wird. Bei einer Erhöhung derGestängedehnung auf den 3-fachen Wert sinkt die Austrittstemperaturdeutlich, jedoch wird das System instabil. Dies kannunterdrückt werden, indem das Herausfahren der Regelstäbeaus dem Kern durch eine Sperre blockiert wird.

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Kernaustrittstemperatur bei Verlust der Kühlmittelströrnung, Ein Regelstabgestänge mit verstärkter thermischer Dehnung stabilisiert die Temperaturbel ca. 700 oe

Für eine im Hinblick auf das Sicherheitsverhalten interessanteVariante des EFR-Reaktors mit niedriger Stableistung wurdenin detaillierten Untersuchungen die maßgeblichen nuklearenReaktivitätskoeffizienten bestimmt. In orientierenden Studienwurde untersucht, wie klein die Kernabmessungen gewähltwerden müssen, damit die Kühlmittelverlustreaktivität gewisseGrenzwerte nicht überschreitet. Durch Verwendung von Bleials Reaktorkühlmittel könnte die Kühlmittelverlustreaktivitätbzw, der entsprechende Dichtekoeffizient von schnellen Reaktoren vor allem bei Kernen geringer Höhe günstig beeinflußtwerden. Die anderen nuklearen Kenngrößen ändern sich nichtsehr wesentlich gegenüber denjenigen von Natrium.


29529 18.02.08P03A Dr. M. Edelmann29530 18.02,08P03B Dr. E. Kiefhaber

Dr. G, KußmaulDP. D, ThiemDr. W. Väth

18.02.09 INR Materialdaten undStörfallanalysen

Das Dampfblasendynamik-Modell GASBUB zur Analyse vonDampfdruckmessungen für bestrahlten Brennstoff (ACRR-Experimente) wurde weiter ausgebaut. Diese Entwicklungenverfolgen das Ziel, eine "effektive Zustandsgleichung" für bestrahlten Brennstoff zur Verwendung in Störfallanalyse-Codesbereitzustellen, Der bisher erreichte Stand wurdedokumentiertund publiziert.

Die Arbeit an der neuen Version der thermischen Zustandsdaten des Edelstahls wurde fortgesetzt. Das Hauptgewicht lagauf der Erarbeitung der kalorischen Eigenschaften (Cp, H) derLegierungskomponenten der Stähle, anhand der in der literatur auffindbaren Meßergebnisse, Um die Beschreibung derDaten bewerkstelligen zu können ,wurde ein Code geschaffen,der die bei der Darstellung der kalorischen Eigenschaften imTieftemperaturbereich wichtige Debye-Funktion im ganzenTemperaturbereich berechnet. Fertiggestellt sind bisher dieWärmekapazität- und Enthalpie-Beschreibungen der Komponenten Ti, V, Cr, Mn, Fe, und Co, Die Bilder zeigen als Beispieledie Cp(T)- und H(T)-Verläufe des reinen Eisens, verglichen mitden entsprechenden Me ßergebnissen.

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Für ein neues Containment-Konzept künftiger Leichtwasserreaktoren wurde das Versagen des Reaktordruckbehälters imHochdruckpfad untersucht. Zur Abschätzung der Rückstoßkräfte auf die RDB-Tragestruktur und der Druckbelastung derReaktorgrube im Falle des Behälterversagens wurde dasBlowdownverhalten mitden Rechenprogrammen RELAP5 undIVA3 simuliert und ausgewertet.

Ein Rechenmodell des Containments eines großen DWRwurde erstellt, wobei Sicherheitskonzeptewie Corecatcher undKühlung der Containmenthülle durch Naturzug berücksichtigtwurden. Mit dem CONTAIN Code wurde die thermohydraulische Entwicklung im Containment nach einem Kernschmelzestörfall analysiert. Die maximale Druckbelastung als Funktionverschiedener Kenngrößen des Reaktorgebäudes wie Volumen, Hüllenfläche, Masse der Einbauten usw. wurde ermittelt.In einem Reaktor vom Konvoityp wurde ein Druckmaximumvon etwa 18 bar nach ungefähr 15 Tagen erreicht.

Der CONTAIN Postprozessor, ein INR-Programm, wurde weiter vervollständigt durch die Möglichkeit, mit einem Scanneraufgenommene Datenkurven zu digitalisieren.

Der CONTAIN Spaltproduktmodul wurde um eine Programmstruktur zum einfachen Einbau von Radionuklidtransportmodellen erweitert. Ein Freisetzungsmodell aus einem heißenNatriumpool, das auf der Verwendung experimentell bestimmter Rückhaltefaktoren beruht, wurde eingebaut.

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o~o=~S:SOO=:LIO::=00~:LI!.:SOO="':2!.:00:;:::0=2~SO::L:O=3::I00::L:O=3::ISO:LO=q::IOO:LO=q::ISO::dO

Mit einer verbesserten Experimentieranlage zur Bestimmungder spezifischen Wärme von flüssigem U02 wurden weitereMeßreihen nach der Laserpulsheizmethode durchgeführt. Fürdie Absolutbestimmung von Cp wurde die räumlich und zeitlichin den Heizfleck eingestrahlte Laserleistung gemessen. EinLeast-Square-Fit des gemessenen Temperaturanstiegs nachder Lösungsfunktion erlaubte eine genauere On-Une-Auswertung. Die vorläufige Auswertung bestätigt die geringe Temperaturabhängigkeit von Cp bis 4100 K.

Veröffentlichungen

2952329573


18.02.12P01 A DP. G. HennegesDM. G. JacobsDr. N.1. Kolev(Gastwissenschaftler)H.-J. PeterDP. W. Scholtyssek


29534 18.02.09P01 A Dr. M. Bober29804 18.02.09P01 B Dr. E.A. Fischer29457 18.02.09P01 C R. Huber

DI. J. SingerDP. K. Thurnay

18.03 Thermohydraulik undNachwärmeabfuhr vonSchnellen Brütern

18.03.01 INR Weiterentwicklung vonRechenprogrammen zurThermohydraulik

18.02.12 INR Containmentanalysen

Die im INR eingesetzten Versionen des CONTAIN-Programmsvom SNL (USA) wurden aktualisiert und getestet.

Die Unfallfolgen bei einem vollständigen Ausfall der Nachwärmeabfuhr (PLOHS) in zwei Varianten eines Großbrütercontainments, die sich durch das Baumaterial Beton bzw. Stahlunterscheiden, wurden mit CONTAIN Version 1.10 untersucht.

Weiterhin wurde die neue LMR-Version 1B(ModO) auf dasPLOHS Unfallszenario angewendet. Hier traten beim Aufschmelzen des Debrisbettes nach Aussieden des Kühlmittelsnoch Codeprobleme auf, die zum Abbruch der Rechnungführten.

Nachrechnungen von BETA-Versuchen dienten der Code-Bewertung.

Schwerpunkt der Arbeiten zum 3D-Thermohydraulik-CodeCOMMIX-2(V) war die Implementierung von zwei Diskretisierungsverfahren 2. Ordnung (sog. second-order upwind Schemata) für die konvektiven Transportterme in den Impuls- undEnthalpie-Gleichungen. Neben dem Standard-Verfahren 1.Ordnung sind nunmehr als Optionen verfügbar (1) das bekannte QUICK-Verfahren (mit FRAM-Option) sowie insbesondere(2) die von C. Günther (IRB) entwickelte LECUSSO-Technik(ebenfalls mit FRAM). Hierzu wurden die von K. Sakai (Universität Osaka) entwickelten Routinen übernommen, vervollständigt und zu einem wesentlichen Teil optimiert! vektorisiert.Die Ergebnisse der noch nicht ganz abgeschlossenen Funktionstests mit einer Arbeitsversion des Codes sind positiv.

Umfangreiche Modellrechnungen mit dem CRESOR-Solver/29069/ führten zu einer vereinfachten Strategie seiner äu ßeren Iteration sowie zur Einführung eines zusätzlichen (mehrglobalen) Konvergenzkriteriums.

14

Die auf dem Vektorrechner VP50 verfügbare Version COMMIX-2(V) wurde zur Analyse der Aerosolausbreitung nacheinem hypothetischen Unfall bei der Endlagerung eingesetzt.Es ergab sich, daß unter den zugrunde gelegten vereinfachtenAnnahmen kein Aerosolaustrag aus dem Bohrloch stattfindet.

18.03.04 INR Untersuchungen zurNachwärmeabfuhr in derGesamtketteReaktortank-Luftkühler

Ein separater Code wurde bereitgestellt, um COMMIX-Eingaben auf Vollständigkeit und logische Richtigkeit zu prüfen. ImGegensatz zu COMMIX-2(V) erfordert dieses Programm auchbei großer Eingabe nur einen relativ kleinen Arbeitsspeicherund liefert eine erweiterte Diagnostik. Ein Maschengeneratorfür Stabbündel in hexagonaler Anordnung mit 7 bis 271 Stäbenwurde aus der Stabbündeloption von COMMIX-1 Bentwickelt,wobei mehrere vorhandene Einschränkungen eliminiert wurden. Von SIEMENS, UB KWU wurde ein Maschengeneratorfür kartesische Koordinaten und regelmäßige Zellen übernommen, hinsichtlich Fehlerprüfung erweitert und benutzerfreundlich als Prozedur implementiert.

Der Aufbau der im Maßstab 1:10 modellierten Gesamtkette(KIWA) für den Naturumlaufpfad Reaktortank, Tauchkühler,Zwischenkreislauf, Luftkühler und Kamin wurde begonnen. MitKIWA soll ein weiteres Modellexperiment für das Notkühlsystem eines Schnellen Brutreaktors zur Verfügung stehen. DieMontage der Hauptkomponenten und Rohrleitungen wurdenahezu abgeschlossen. Die Arbeiten zur Energieversorgung,Regelung und Instrumentierung dauern an. Ein Versuchsstandzur Kalibrierung des Tauchkühlers wurde aufgebaut. Die isotherme Druckverlustcharakteristik des Tauchkühlers wurdeermittelt.


V29026 18.03.01 P01 A Dr. W. Baumann29069 18.03.01 P02A Dr. H. Borgwaldt

18.03.01 P02B N. Häußler (MATA)Prof. Dr.-Ing. K. RehmeG. Willerding

I

III

700I

Kamin

18.03.02 INR Grundlagenuntersuchungenzur Thermo- und Fluiddynamik

Die experimentellen Untersuchungen der Geschwindigkeitsund Turbulenzverteilungen im Nachlauf eines einseitig blokkierten Abstandshaltergitters wurden planmäßig abgeschlossen. Die Ergebnisse am blockierten Abstandshalter zeigen,daß das Turbulenzniveau in den Unterkanälen bis etwa 40hydraulische Durchmesser hinter dem Abstandshalter erhöhtist. Beim unblockierten Abstandshalter war die Erhöhung desTurbulenzniveaus bereits nach 8 hydraulischen Durchmessernabgeklungen.

Kern

\Tauchkühler

Luftwärmetauscher


Skizze des Modeliversuchsstandes KIWA. Das Bild zeigt Schnitte durcheine Hälfte des Reaktortanks (rechtsunten) und durch den Luftwärmetauscher mit Kamin (links oben). Tauchkühler und Luftwärmetauscher werdendurch Rohrleitungen verbunden, die den Naturumlauf der ModelifiüssigkeitWasser ermöglichen.

BLClCKIERTUNBLClCKIERT

10.020.030.040.050.060.070.0

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:::;: 8.0

(\J

:I::I:+ 4.0;:)

"~

0.00.0

LlDHMittlere dimensionslose kinetische Energie der Turbulenz als Funktion derLänge hinter dem Abstandshalter zum hydraulischen Durchmesser

M. KirstahierIng. J. MarekA. RothDr. D. Wilhelm


29023 18.03.02P03A Prof. Dr.-Ing. K. RehmeG. Wörner

15

18.05 LWR·orientierteSicherheitsforschung

18.05.01 INR Untersuchung zu schwerenKernschäden

schätzungen mit konseNativen Parametern ist der vorliegendeBasisdesign weder lokal noch global gefährdet (siehe Abbildung). Detailliertere Untersuchungen sind für mehrdimensionale Effekte erforderlich, insbesondere für Schockfokussierungen, Mehrfachreflexionen und Detonationsschieflasten.

Bei den CORA-Experimenten Nr. 7, 8 und 13 wurde dieZusammensetzung des freigesetzten Gas-Dampfgemischsgemessen. Die Ergebnisse aus den Experimenten Nr. 7, 9 und18 wurden ausgewertet. Etwa 50% des Zirkaloy-Materials derSchmelze oxidieren unter Wasserstoffbildung.

1E+011E+00

side-on lood----p(A1CC

Dr. W. BreitungR. HuberDr. H. JacobsM. KirstahierDr. Ing. habil. N.1. Kolev(Gastwissenschaftler)Ing. J. MarekA. RothI. SchubDr. G. Schumacher

1E-01Impulse (MPcs)

1E-02


end-on load(k~2.3

2907729455295692804928461

V29225

Veröffentlichungen

1E-03

1E+00


1E+02.,--------,=====".---,-,---,------,----------:----,

0'a.61E+01

Bei den BETA-Experimenten V5.1 und V5.2 wurde die Zusammensetzung des freigesetzten Gas-Dampfgemisches gemessen und ausgewertet.

Berechnete konservative Belastungsfäiie aus H2-Detonationen. Schraffierter Bereich: Containmentschäden denkbar.

18.05.02 INR LWR·Kernschmelzen

-'--I--I--,--r-r- - -1- --.J. - -1 - -, - -j - -l - _I - - - - - - 1_ - - - -

_ '__ '__ L _ L _ L _ ~ _ _ j _

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----1---"1--r--.,-- r-

-_-L-_- - -

oM

Zur mathematischen ModelIierung von Dreiphasen-Dreikomponenten-Strömungen wurde das Rechenprogramm IVA3 entwickelt und anhand von einer Reihe von Experimenten verifiziert. IVA3 modelliert transiente 3D-Strömungen mit Hilfe vondrei Geschwindigkeitsfeldern (21 partielle Differentialgleichungen) in porösen, zylindrischen und kartesischen Geometrienmit beliebigen Einbauten. Analysen wurden durchgeführt fürdie Wechselwirkung zwischen Kernschmelze und Wasser sowie für den Bruch der unteren Reaktortankkalotte unter hohemDruck.

0.0 1.0Itudius (m)

2.0 R. HuberI. SchubDr. G. Schumacher

IVA3 Simulation: Volumenanteil von Schmelze (schwarz), Wasser (schraffiert) und Wasserdampf (weiß) zum Zeitpunkt etwa t ~ 0.2 s nach Eindringender Schmelze in das Sumpfwasser für einen typischen DWR.

Bei den Untersuchungen zu hochenergetischen Belastungendes Containments bei Kernschmelzen-Wasser-Reaktion wirdder Nachweis angestrebt, daß das Containment intakt bleibtund daß Explosionswirkungen innerhalb des Containmentsdurch verstärkte innere Strukturen aufgefangen werden können. Die Explosionsenergie darf deshalb 3 GJ nicht übersteigen. Hierzu wurden Arbeiten zur VONermischung von Kernschmelze und Wasser, Energiekonversion in der Explosionund zur Belastung des Behälterdeckels durch nach obengeschleuderte Kernmassen begonnen. Untersuchungen zurSicherheit eines Reaktorcontainments bei Wasserstoffdetonationen wurden aufgenommen. Nach ersten theoretischen Ab-

18.05.05 INR Entwicklung von Methoden zurAbschätzung und Minimierungder radiologischen Folgen vonReaktorunfällen

Die Arbeiten gliedern sich in die zwei Schwerpunkte(1) ModelIierung und Abschätzung von Unfallfolgen, sowie

(2) Entwicklung von rechnergestützten Entscheidungshilfeinstrumentarien für den Katastrophenschutz nach kerntechnischen Unfällen.

16

segment ier ter 50e lcherbere ich (shared Memory,

MSYMassnanmenanalyse

ESYcr~ebnlsauswertung

RSYRad.ologleoescnrelbung

Datenobj ekte:

Aufbereitung ~na

Graphik:

Memory:

Verarbeltung

Interpreter:

Dia log:SystemsteuerungEdltorBenutz=~scnnlttStelle

S~e~cnerv2rwalt~ng

Ablauf-Steuerung

uno -Jberwacnung

BASY

Interaktionsschema BASY/RESY

Die Arbeiten am rechnergestützten EntscheidungshilfesystemRESY wurden durch Vervollständigung der Hardware undWeiterentwicklung der Software für das Betriebsabwicklungssystem BASY und das Subsystem RSY zur Beschreibung derradiologischen Lage fortgesetzt. Der Basisrechner HP9000/835S wurde durch eine Graphikstation mit Farbmonitorund 2X-Window Farbterminals ergänzt. Die auf dem Betriebssystem UNIX basierenden Dienstprogramme von BASY (Programmiersprache C) übernehmen die Steuerung und Verwaltung der in der Abbildung angegebenen Funktionsgruppen.

Das in Zusammenarbeit mit dem NRPB (UK) entwickelteProgrammsystem COSYMA für probabilistische Unfallfolgenabschätzungen wurde fertiggestellt und steht zur Verteilung aninteressierte Institutionen durch die Kommission der Europäischen Gemeinschaften (CEC, DG XII) bereit. Modelle undDatensätze wurden ausführlich während eines internationalenSeminars über "Methods and Codes for Assessing the Off-siteConsequences of Nuclear Accidents", 7-11 Mai 1990, Athen,vorgestellt; eine anwendungsorientierte Einführung in die programmtechnische Benutzung vermittelte der "Training Courseon the Use of the Probabilistic Accident Consequence CodeCOSYMA", 17.-21. September 1990, im Kernforschungszentrum Karlsruhe, den etwa 40 Teilnehmern.

Die AufgabensteIlungen für internationale OECD(NEA)/CECBenchmark-Rechnungen mit Unfallfolgencodes wurden mitden externen Partnern abgestimmt. Bei den Vergleichsrechnungen werden u.a. die COSYMA-Ergebnisse mit den detaillierten Schutz- und Gegenmaßnahmenmodellen, den verschiedenen Optionen des flexibel modellierten Ingestionspfades und die Abschätzung monetärer Konsequenzen von Interesse sein.

18.05.06 INR NeutronenphysikalischeSicherheitsuntersuchungenzu einem FDWR

Zur Bereitstellung ortsund zeitabhängiger Aktivitätskonzentrationsfelder für dynamische Freisetzungsvorgänge und variable Ausbreitungssituationen wurde das Gauß-Puff-ModellATSTEP aus dem segmented-plume Modell MUSEMET entwickelt. Aufgrund seiner kurzen Rechenzeiten erlaubt es innerhalbeines 1O-Minuten Takts Istzustand- und Prognoserechnungen aufgrund vorhergesagter meteorologischer Zustandsgrößen. Nach Implementierung in RSY können sowohl Radionuklidkonzentrationen als auch potentielle Organdosen ortsund zeitabhängig der Standortumgebung graphisch überlagertwerden. Die Erfassung und Aufbereitung der zugehörigenFlächennutzungsdaten ist in Vorbereitung.

Zur Bewertung unterschiedlicher Maßnahmenstrategien befindet sich das Expertensystem ESYin enger Zusammenarbeitmit dem Deutschen Forschungszentrum für Künstliche Intelligenz (DFKI), Kaiserslautern, in der Entwicklung. Zur Ableitungder Regelinhalte wurden Expertenbefragungen von Beraternund Entscheidungsträgern der für den Katastrophenschutzzuständigen Behörden durchgeführt. Sie basierten auf Unfallszenarien, für die mit dem Programmsystem COSYMA Unfallfolgenrechnungen durchgeführt wurden. Bei der Entwicklungder hierarchischen Entscheidungsstrukturen waren die methodischen Ansätze des laufenden Projekts RADE-AID von großerHilfe.

Veröffentlichungen

281452902129138

V29257V29260V29261V29262V29263V29264V29265V29267V29268V29269

2956729856


18.05.05P02A Dr. K. Burkart18.05.05P02B A.C. Commard18.05.05P02C Dr. J. Ehrhardt

DI. D. FaudeDr. F. FischerI. HasemannJ. Kazakis (Doktorand)R. Kunze (Fa. DTI)D. Meyer (Fa. DTI)Dr. J. Päsler-SauerDP. Qu (Doktorand)Dr. M. Rafat (Fa. DTI)D Wilng.J. Richter (Fa. DTI)Dr. C. Steinhauer

Parallel zu den RESY-Arbeiten wurde die Konzeptstudie fürein umfassendes europäisches Entscheidungshilfesystem erstellt. Ein entsprechender Vertrag mit 8 europäischen Institutionen wird seit November 1990 von der Kommission derEuropäischen Gemeinschaften mit KfKlINR als Koordinatorfinanziell gefördert.

Die im PROTEUS Reaktor des Paul Scherrer Instituts inWürenlingen/Schweiz ausgeführten Experimente in sauberenund mit Bor vergifteten Gittern eines FDWR wurden ausgewertet und mit KfK-Programmen zur Zellberechnung nachgerechnet. Das Volumenverhältnis Moderator zu Brennstoff warin den neueren Experimenten von 0.48 auf0.95 erhöht worden.

17

Die im Vorjahr erstmals beobachtete Abhängigkeit des Verhältnisses Rechnung/Messung für Reaktionsratenverhältnissevom Grad der Moderation konnte durch Verbesserung derBerechnungsmethoden und durch Anbringen bisher fehlenderKorrekturen an den Meßwerten stark reduziert werden.

Die meisten mit dem KfK-Programm KAPER4 berechnetenWerte von k" stimmen auch für vergiftete Gitter innerhalb derFehlergrenzen mit den experimentell ermittelten Werten überein /29230/.

Folglich wird der k~-Voidkoeffizientbei 100% Kühlmittelverlustsowohl für ungestörte wie für vergiftete Gitter im Rahmen derexperimentellen Fehlergrenzen berechnet /29471/.

Die theoretischen Untersuchungen befaßten sich ferner miteiner zusammenfassenden Darstellung der Berechnungsverfahren für einen FDWR /29870/ und der Vorstellung einesneutronenphysikalischen und thermohydraulischen Entwurfseiner Referenzlösung für einen FDWR 1V29027/.

18.05.08 INR Brennstabverhalten einesFDWR beiKühlmittelverluststörfällen

FDWR's basieren auf Brennelementen mit Stäben in einerdreieckigen Anordnung mit enger Stabteilung. Die für solcheGeometrie bei KfK früher entwickelte DNB-Korrelation (CHFKFK-2 Korrelation) ist gegenüber den Experimenten, die vorkurzem durchgeführt wurden, getestet worden. Der Vergleichmit Siemens-KWU Experimenten mit Stabbündeln mit Gitterabstandshaltern und Abstandshaltern mit sechs wendeIförmigen integralen Rippen erlaubte, diese frühere Korrelation zuverbessern und zu erweitern. Eine neue Korrelation, CHF-KFK3 genannt, die diese Verbesserungen berücksichtigt, wird imKfK-Bericht 4826 vorgestellt.


Dr. L. BoccacciniProf. M. Dalle Donne

Veröffentlichungen

2923029471

V2902729870


Dr. R. Böhme01. C. BroedersProf. M. Dalle DonneDr. F. HelmDr. H. Küsters

1919.01

19.01.24 INR

Nukleare Entsorgung (NE)Grundlegende Arbeitenzur WiederaufarbeitungstechnologieProzeßanalytik undEntwicklung neuerAnalysenmethoden

Neutronenmonitore

Ein mechanisch stark vereinfachter Brennelementmonitor wurde in einer 6-wöchigen heißen Erprobungsphase in der CLABAnlage in Schweden erfolgreich eingesetzt. Der HülsenmonitorHÜMO wurde ertüchtigt und zur Restbrennstoffbestimmungan weiteren MZFR- und KKS Hülsenchargen eingesetzt. DurchVerwendung eines Tensids konnte eine deutliche Verbesserung der Schüttdichtebestimmung und somit eine Genauigkeitsverbesserung erzielt werden. Die Ertüchtigung des beiHDB aufgestellten Faßmonitors wurde abgeschlossen. NachErstellung eines Handbuchs wurde die Anlage an HDB übergeben.

18.05.07 INR Thermo- und fluiddymamischeUntersuchungen zumFDWR-Kern

Die ersten Messungen am Versuchsstand mit 37 beheiztenStäben (HERA) wurden bei einem P/D-Verhältnis von 1.12 ineinem Zentralkanal durchgeführt. Außer den Verteilungen dermittleren Geschwindigkeit und Temperatur und der Wandschubspannung und Wandtemperatur wurden die turbulentenGrößen, wie die kinetische Energie, die Reynoldschen Schubspannungen und die turbulenten Energieflüsse gemessen.Vergleiche mit Messungen in Wandkanälen zeigen eine kleinere Anisotropie der Wirbelviskositäten. Der turbulente Energietransport senkrecht zur Staboberfläche ist kleiner als derradiale Energietransport in Rohrströmung. Die große Zahlneuer, z.T. unerwarteter Ergebnisse muß mit verschiedenerMeßtechnik verifiziert werden.

Veröffentlichungen

29243292752966129693


19.01.24P04A Dr. W. EyrichDr. G. Simon(deI. von Nukem)Dr. H. Würz

Veröffentlichungen

29024


Ing. J. MarekE. MensingerDr.-Ing. L. Meyer

19.01.26 INR Materialuntersuchungen undErmittlung vonBrennstoffdaten

18

Die Ergebnisse aus DWR-Hochabbrandrechnungen /29472/sowie aus Untersuchungen zur Beimischung von Neptunium,Americium und Alturan zu Schnellreaktorbrennstoffen /29473/wurden auf der internationalen PHYSOR 90-Konferenz prä-

probleme, die eine rasche Umstellung des Systems auf saurePEM-Zellen erschweren.

Am Wasserstoffversuchsfahrzeug wurden Registriermöglichkeiten für die Betriebsparameter (Fahrstrecke, Geschwindigkeit, Gasverbrauch, elektrischer Strom für den Fahrzeugantrieb u.a.) durch Einsatz eines Kleinrechners geschaffen, mitdenen erste brauchbare Ergebnisse erzielt wurden.

sentier!. Die Arbeiten zur Plutoniumrezyklierung in DWR beihohem Abbrand und zur Ermittlung der Abfallströme aus derEntsorgung von DWR-Brennstoffen wurden fortgeführt.

Zur Reduktion des Langzeitrisikos von Kernbrennstoffabfällendurch Aktinidenverbrennung einschließlich Plutonium wurdender derzeitige Stand kritisch analysiert /29172/ und der Einsatzvon (Ce,Pu)-Mischoxid in DWR sowie das Aktinidenverbrennungspotential im Brutmantel eines typischen SBR untersucht(Abbildung).

Aklinlden-holop. b.1 HAW-Be5Irch'ung Im SPX-Blcnkel

--- - IfP2J7-,PU2JB.......... MUli•••• A1.l2.12 M--- AHHJ-- Ct.l214

~

1 80,0 .

&

0.000 200,0 400.0 600,0 1100.0 '000,0 11100.0' uoo,O 1600.0 1800.0

Beslrohlungsdouer (Toge)

Aktiniden-Isotope bei Bestrahlung von DWR-HAW im SPX-Blanket

Veröffentlichungen

290772945529569

V29520


R. EggmannS. GaukelE. KurzIng. J. MarekDr. L. MeyerProf. Dr. Ing. K. RehmeDr. K. SchretzmannI. SchubDr. D. StaschewskiE. WachterG. WörnerR. Zander

Veröffentlichungen

294722947329172


Dr. H. KüstersE. WiegnerDr. H.W. Wiese

50

50.0150.01.02 INR

Sonstige Forschungsvorhaben(SF)Institutseigene ForschungInstitutseigene, grundlegendeund anwendungsorientierteArbeiten

Thermo- und fluiddynamische Untersuchungen

Die effektiven Mischungsgeschwindigkeiten zwischen den Unterkanälen von Stabbündeln, die aus den gemessenen Spektren der turbulenten Geschwindigkeitsfluktuationen ermitteltwurden, stimmen mit den Mischungsgeschwindigkeiten in derLiteratur sehr gut überein. Damit ist gezeigt, daß die seit langembekannten hohen Mischungsfaktoren in engen Spalten vonStabbündeln nur durch die Strömungspulsationen bestimmtsind. Eine Teststrecke zur Untersuchung von Strömungspulsationen zwischen parallelen Rechteckkanälen, die durch einen Spalt verbunden sind, wurde aUfgebaut.

Wasserstoffanwendungen

Bei den Entwicklungen zu alkalischen Matrix-Brennstoffzellenwurde die strom leitende Struktur verstärkt und das bipolareBauprinzip eingeführt, was zur Leistungssteigerung, aber auchzur Gewichtserhöhung führte. Erste Versuche mit platiniertenNAFION-117-Membranen zeigten neue spezifische Material-

19

Veröffentlichungen des INR im Jahre 1990

27665 MUNZ, C.D.; SCHMIDT, L. 28432 KLEIN, R.; MUNZ, C.D.; SCHMIDT, L.140402 Ueber die Bildung von Wirbelstrassen in 140402 A numerical study of interfacial

Ueberschallstroemungen. instabilities at high Mach numbers.Tagung der Gesellschaft fuer Angewandte Wesseling, P. [Hrsg.]Mathematik und Mechanik, Karlsruhe, Proc.of the 8th GAMM Conf.on Numerical Fluid28.-31.Maerz 1989 Mechanics, Delft, NL, September 27-29, 1989Zeitschrift fuer angewandte Mathematik und Braunschweig : Vieweg, 1990 S.242-51Mechanik, 70(1990) S.T447-T450 (Notes on Numerical Fluid Mechanics ; 29)

28049 JACOBS, H. 28461 JACOBS, H.; KRIEG, R.180205 Steam explosions during light water reactor 120703 Discussion of steam explosion structural

meltdown accidents. consequences in German pressurized waterProc.of the 3rd Internat.Seminar on reactors.Containment of Nuclear Reactors Held in Proc.of the 3rd Internat.Seminar onConjunction with the 10th Internat.Conf.on Containment of Nuclear Reactors Held inStructural Mechanics in Reactor Technology, Conjunction with the 10th Internat.Conf.onLos Angeles, Calif., August 10-11, 1989 Structural Mechanics in Reactor Technology,DeKalb, 111. : Northern Illinois University, Los Angeles, Calif., August 10-11, 19891990 S.302-20 DeKalb, 111. : Northern Illinois University,

1990 S.321-3128145 FISCHER, F.; EHRHARDT, J.120708 Uncertainty and sensitivity analysis of 28653 WESTERMANN, T.; SCHIMASSEK, W.

UFOMOD: methods and applications. 140401 Experimental and numerical investigation of aElderkin, C.E. [Hrsg.] self-magnetically Bsub(Theta)-insulated ionProc.of the DOE/CEC Workshop on 'Uncertainty diode.Analysis in Accident Consequence Laser and Particle Beams, 7(1989) S.675-86Assessments', Santa Fe, N.M., November13-16, 1989 28851 MASCHEK, W.; HEGER, R.PNL-SA-18372 (September 90) S.48-49 180201 Analyse und Bewertung der an der Universitaet

Bremen durchgefuehrten SIMMER-Rechnungen zum28149 FROEHNER, F.H. SNR-300.180102 Applications of the maximum entropy principle KfK-4645 (Januar 90)

in nuclear physics.Andrejtscheff, W. [Hrsg.] 28852 FLAD, M.; KUEFNER, K.; MASCHEK, W.Proc.of the 9th Summer School on Nuclear 180201 PROSID. Ein Programm zur Auswertung vonPhysics, Neutron Physics and Nuclear Energy, SIMMER-II Rechnungen.Varna, BG, September 28 - October 7, 1989 KfK-4582 (Februar 90)Singapore [u.a.] : World Scientific, 1990S.333-65 28853 NIESSEN, W.KfK-4655 (Januar 90) 140401 Simulation der AUfbauphase einer

Hochspannungs-Niederdruckgasentladung mit28153 VOLLATH, D.; WEDEMEYER, H.; ZIMMERMANN, H.; Monte-Carlo-Methoden.030602 WERLE, H. KfK-4671 (Februar 90)

Doped lithium orthosilicate, preparation and Diplomarbeit, Universitaet Karlsruhe 1989properties.4th Internat.Conf.on Fusion Reactor 29002 HOEBEL, M.; GEERK, J.; LINKER, G.;Materials, Kyoto, J, December 4-8, 1989 140401 SCHULTHEISS, C.Journal of Nuclear Materials, 174(1990) S.86-91 Deposition of superconducting YBaCuO thin

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pressurized water reactors. 29021 HUEBSCHMANN, W.; RASKOB, W.Moellendorf, U.von; Goel, B. [Hrsg.] 180505 ISOLA V.Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES '89) A FORTRAN 77-code for the calculation of the: Proc.of the 5th Internat.Conf., Karlsruhe, long-term concentration distribution in theJuly 3-6, 1989 environment of nuclear installations.Singapore [u.a.] : World Scientific, 1989 KfK-4604 (April 90)S.19-24Safety of Nuclear Installations: Future 29022 GUPTA, N.K.; MUNZ, C.D.; GOEL, B.Direction : Proc.of an Internat.Workshop, 140402 High resolution shock-capturing scheme forChicago, 111., August 28-30,1989 numerical simulation of plasma-shockIAEA-TECDOC-550(1990) S.361-71 interaction.

KfK-4696 (April 90)28367 EHRHARDT, J.; HASEMANN, 1.; KESSLER, G.120708 Radioactivity release and health consequences 29023 REHME, K.

by filtered containment venting. 180302 Geschwindigkeits- und Turbulenzverteilung inProc.of the 3rd Internat.Seminar on Wandkanaelen von Stabbuendeln hinter einemContainment of Nuclear Reactors Held in Abstandshalter mit starker Randversperrung.Conjunction with the 10th Internat.Conf.on KfK-4705 (April 90)Structural Mechanics in Reactor Technology,Los Angeles, Calif., August 10-11, 1989DeKalb, 111. : Northern IIlinois University,1990 S.74-87

20

29024 MEYER,L. 29230 WILLIAMS, T.; ALFONSO, J.; BERGER, H.D.;180507 Kalibration einer 3-Draht Sonde fuer 180506 BOEHME, R.; CHAWLA, R.; HAGER, H.;

Messungen in nicht-isothermer Luftstroemung. SEILER, R.KfK-4707 (April 90) Effects of B4C Poisoning in experimental

LWHCR lattices with different moderation29025 BERNNAT, W.; KEINERT, J. ratios.500102 Calculation of the benchmark 20 of the Jahrestagung Kerntechnik 90. Nuernberg,

OECD-NEA working group on criticality 15.-17.Mai 1990calculations. Kerntechnische Ges.e.V. Deutsches AtomforumKfK-4695 (Maerz 90) e.V.IKE-6-180 (Maerz 90) Bonn : INFORUM 1990 S.35-38

29043 KLUMPP, P. 29235 TROMM, W.; BAYER, A; AL-OMARI, I.180208 Der nukleare Brennstoffkreislauf mit 180502 Estimating the groundwater contamination

fortgeschrittener Reaktortechnologie. Eine after erosion of the foundation associatedAnalyse seiner oeknonomischen Grundlagen und with core melt accidents.Entwicklungsmoeglichkeiten. Jahrestagung Kerntechnik 90. Nuernberg,KfK-4641 (April 90) 15.-17.Mai 1990Dissertation, Universitaet Karlsruhe 1990 Kerntechnische Ges.e.V. Deutsches Atomforum

e.V.29069 BORGWALDT, H. Bonn: INFORUM 1990 S.135-38180301 CRESOR, a robust vectorized Poisson solver

implemented in the COMMIX-2(V) 29243 WUERZ, H.; EYRICH, W.thermal-hydraulics code. 190124 Nondestructive characterization of spent BWRProc.of the 1st Internat.Conl.on fuel assemblies.Supercomputing in Nuclear Applications, Jahrestagung Kerntechnik 90. Nuernberg,Mito City, J, March 12-16, 1990 15.-17.Mai 1990Tokyo : Japan Atomic Energy Research Kerntechnische Ges.e.V. Deutsches AtomforumInstitute, 1990. - S.346-51 e.V.Book of Abstracts S.82-83 Bonn : INFORUM 1990 S.289-92

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and recycled-uranium luel on the basis 01 Meeting, Snowbird, Utah, August 12-16, 1990JEF-1 data validated at KIK. La Grange Park, 111. : American NuclearProc.ol the Internat.Conf.on the Physics 01 Society, 1990 VoLl S.413-20Reactors: Operation, Design and Computation,Marseille, F, April 23-27, 1990 Vol. 1Paris: Societe Francaise d'EnergieNucleaire, 1990 S.VI/44-52

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Veröffentlichungen des INR im Jahre 1990

Vorträge, die nicht in schriftlicher Form vorliegen

V28723 HOFFMANN, F.; SCHULTHEISS, C.140401 Erzeugung weicher Roentgenstrahlung aus einer

vom Pseudofunken eingeleiteten z-PinchEntladung.54.Physikertagung gemeinsam mit derFruehjahrstagung DPG, Atomphysik,Energietechnik - Physikalische Grundlagen,Extraterrestrische Physik, Gravitation undRelativitaetstheorie, Kurzzeitphysik,Massenspektrometrie, Physik und Medizin,Plasmaphysik, Quantenoptik, Strahlenwirkungund Strahlenschutz, Fortbildungsveranstaltung, Muenchen, 12.-16.Maerz 1990Verhandlungen der Deutschen PhysikalischenGesellschaft, R6, Bd.25 (1990) P-2.2

V28725 DECKER, G.; KIES, W.; MAELZIG, M.;140401 ZIETHEN, G.; BLUHM, H.; RUSCH, D.;

RATAJCZAK, W..Vorpulsfreie z-Pinchexperimente imTerawattbereich.54.Physikertagung gemeinsam mit derFruehjahrstagung DPG, Atomphysik,Energietechnik - Physikalische Grundlagen,Extraterrestrische Physik, Gravitation undRelativitaetstheorie, Kurzzeitphysik,Massenspektrometrie, Physik und Medizin,Plasmaphysik, Quantenoptik, Strahlenwirkungund Strahlenschutz, Fortbildungsveranstaltung, Muenchen, 12.-16.Maerz 1990Verhandlungen der Deutschen PhysikalischenGesellschaft, R.6, Bd.25 (1990) P-10.14

V28726 DIETRICH, D.; MITTAG, K.; SCHULTHEISS, C.;140401 BAUER, W.

Optische Untersuchung und numerischeSimulation der Vorentladung in derHohlkathode einer Pseudofunkenkammer.54.Physikertagung gemeinsam mit derFruehjahrstagung DPG, Atomphysik,Energietechnik - Physikalische Grundlagen,Extraterrestrische Physik, Gravitation undRelativitaetstheorie, Kurzzeitphysik,Massenspektrometrie, Physik und Medizin,Plasmaphysik, Quantenoptik, Strahlenwirkungund Strahlenschutz, Fortbildungsveranstaltung, Muenchen, 12.-16.Maerz 1990Verhandlungen der Deutschen PhysikalischenGesellschaft, R6, Bd.25 (1990) P-10.28

V29026 BORGWALDT, H.; HAEUSSLER, N.180301 Ein robuster vektorisierter Poisson-Solver,

CRESOR.Vektorrechner-Seminar, Rechenzentrum,Universitaet Karlsruhe, 21.-22.Maerz 1990

V29027 BROEDERS, C.H.M.; DALLE DONNE, M.180506 Neutronphysics and thermohydraulics design of

a reference high conversion PWRIAEA Technical Committee Meeting on Technicaland Economic Aspects of High Converters,Nuernberg, March 26-29, 1990

V29028 DALLE DONNE, M.180506 Evaluation of critical heat flux and flooding

experiments for high conversion PWR's.IAEA Technical Committee Meeting on Technicaland Economic Aspects of High Converters,Nuernberg, March 26-29, 1990

V29068 WEDEMEYER, H.; RITZHAUPT-KLEISSL, H.J.;030602 GUENTHER, E.; WERLE, H.

Fabrication of grain-size controlled lithiumorthosilicate.16th Symp.on Fusion Technology (SOFT),London, GB, September 3-7, 1990

V29070 GUPTA, N.K.; MUNZ, C.D.; GOEL, B.140402 An efficient shock capturing scheme for ion

beam target simulation.Conf.Atomic Physics for Ion Driven Fusion,Schliersee, January 28 - February 2, 1990

V29071 HOEBEL, W.140402 Spezielle vektorisierbare Algorithmen zur

numerischen Simulation desStrahlungstransports in einemPlasmahydrodynamikcode.Vektorrechner-Seminar, Rechenzentrum,Universitaet Karlsruhe, 21.-22.Maerz 1990

V29072 HOFFMANN, F.; SCHULTHEISS, CH.140401 Generation of Ils-stable Z-pinches at a

temperature in the order of 200 eV.Conf.on Plasma Selence, Oakland, Calif., May21-23,1990Book of Abstracts S.1 06

V29074 POMRANING, G.C.140402 Radiative transfer in Rayleigh-Taylor

unstable ICF pellets.Conf.Atomic Physics for Ion Driven Fusion,Schliersee, January 28· February 2,1990

V29076 SCHULTHEISS, C.; KAROW, H.U.; PETASCH, W.140401 Improvement 01 the E:field triggered surface

breakdown of dielectric anodes in vacuum iondiodes.Conf.on Plasma Selence, Oakland, Calif., May21-23,1990Book of Abstracts S.181

V29225 JACOBS, H.; HOFMANN, P.180501 Conditions for PWR in-vessel steamexplosions

set by core melt down.Severe Aceldent Research Program PartnersReview Meeting, Brookhaven NationalLaboratory, Upton, N.Y., April 30 - May 3,1990

V29257 BROWN, J.; SIMMONDS, J.R.; EHRHARDT, J.;180505 HASEMANN, I.

The modelling of external exposure andinhalation pathways in COSYMA..CEC Seminar on Methods and Codes forAssessing the Off-Site Consequences ofNuclear Aceldents, Athinai, GR, May 7-11,1990

V29259 ROBINSON, CA; HASEMANN, I.180505 Land use and demographic grids in COSYMA.

CEC Seminar on Methods and Codes forAssessing the Off-Site Consequences ofNuclear Accidents, Athinai, GR, May 7-11,1990

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Ergebnisbericht überForschungs-und Entwicklungsarbeiten...

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